2. Техническая возможность снятия аэс с эксплуатации

В современном понимании процесс работ на энергоблоке, завершаю­щийся его ликвидацией (как наиболее трудоемкий вариант СсЭ), состо­ит из следующих организационно-технических мероприятий:

- Разработка ТЭО снятия с эксплуатации (срок окончания - за 6-7 лет до останова).

- Первое комплексное обследование технического состояния систем и оборудования (срок окончания - за 6 лет до останова).

- Разработка проекта организации работ по снятию с эксплуатации (за 5 лет до останова).

- Принятие программы снятия с эксплуатации.

- Повторное комплексное обследование снимаемого с эксплуатации энергоблока (за 1 год до останова), установление календарного време­ни выдержки.

- Комплексная подготовка к СсЭ на этапе выдержки.

- Выгрузка топлива из активной зоны, удаление и вывоз свежего и отра­ботавшего топлива с энергоблока.

- Удаление теплоносителя и радиоактивных отходов из помещений энер­гоблока и контуров установки.

- Подготовка систем и оборудования к работам по СсЭ (установка до­полнительных вентиляционных и дренажных систем, расширение де- зактивационных участков и т.п.).

- Создание временных рабочих зон для демонтажных работ, разделки, транспортировки, переработки, упаковки демонтируемых элементов блока.

- Определение радиационной обстановки в помещениях и составление прогноза её изменения во времени.

- Обучение штатного персонала проведения работ по СсЭ, привлечение специализированного персонала.

- Разработка специального оборудования и оснастки.

- Комплексная подготовка к СсЭ на этапе консервации.

- Завершение разработки рабочей технологической документации на все этапы производства работ по СсЭ.

- Создание и испытание средств технологического оснащения для произ­водства работ по СсЭ, специального оборудования и транспортных средств, средств защиты и т.д.

- Обеспечение АЭС комплектующими изделиями.

- Сооружение дополнительных хранилищ и могильников в соответствии с планируемым качеством, количеством и видом радиоактивных отхо­дов при предстоящих работах по СсЭ либо на площадке АЭС (допусти­мых при конверсии 2 и захоронении энергоблока), либо за пределами территории станции при ликвидации блока).

- Подготовка транспортных средств и коммуникаций, разработка мар­шрутов транспортировки демонтированных элементов с блока АЭС.

- Обучение и аттестация персонала рациональному и безопасному прове­дению работ по СсЭ, планирование дополнительных затрат персонала и оптимизация его численности.

- Контроль радиационной обстановки и дезактивация помещений энер­гоблока после его расконсервации.

- Демонтаж оборудования, переработка в форму, удобную для после­дующего удаления.

- Упаковка и транспортировка демонтированных элементов оборудова­ния из зданий и сооружений энергоблока.

- Сортировка отходов и конструктивных материалов и направление их на вторичное использование (ограниченное или неограниченное), перера­ботку или захоронение.

- Демонтаж строительных конструкций зданий и сооружений, вывоз их с территории АЭС.

- Дезактивация территории, замещение грунта, установление сроков действия постэксплуатационной системы радиационного контроля.

- Доведение территории АЭС до требований общепромышленных сани­тарных норм народнохозяйственного землепользования.

Если из приведенного выше примерного перечня основных этапов ра­бот по ликвидации атомной станции исключить чисто организацион­ные мероприятия и разработку документации, то оставшийся перечень физически выполняемых на энергоблоке работ будет содержать огра­ниченный набор операций, полностью или частично уже осуществ­ляющихся на тех или иных атомных станциях.

Решение проблемы снятия атомных станций с эксплуатации связано с оптимизацией большинства применяемых технологических процессов и созданием новых, более рациональных технологий с учетом масштаб­ности работ с радиоактивными материалами, созданием специального оборудования и т.д., однако масштабность не ставит под сомнение принципиальную возможность технического решения проблемы снятия АЭС с эксплуатации.

В настоящее время ещё не решена проблема демонтажа и разрезка кор­пуса реактора, поэтому до решения этой проблемы, необходимо остав­лять корпус в гермооболочке и при выполнении организационных ме­роприятий необходимо учитывать этот факт как реальную опасность для персонала и населения. Ко времени разработки проекта СсЭ воз­можно решение данной проблемы.

В связи с отсутствием проектных оценок по количеству радиоактивных отходов для отечественных АЭС с ВВЭР-1000, оценки по количеству радиоактивных отходов выполнены по аналогии с зарубежными АЭС аналогичных типов.

Большинство отходов, образующихся при СсЭ, являются низкоактив­ными, не выделяют тепло и могут быть упакованы без особых защит. Есть некоторое количество среднеактивных отходов, в основном от внутрикорпусных устройств. Обращение с ними такое же, как и при нормальной эксплуатации.

Объем отходов от СсЭ зависит от выбранного варианта снятия. Объем отходов может быть сокращен различными механическими, термическими или химическими методами. Они уже много лет приме­няются и совершенствуются. Дезактивация, применяемая для умень­шения дозы облучения персонала, одновременно сокращает объем от­ходов (конструктивных материалов) или понижает их активность. Повторная обработка дезактивированных материалов ещё больше со­кращает объем отходов и превращает их повторно в используемые ма­териалы.

Отходы от СсЭ, которые нужно отвердить, чтобы легко упаковать и транспортировать, подвергаются цементированию, сжиганию, выпари­ванию или обрабатываются другими связующими материалами. Боль­шие по объему отходы разделяются или дробятся в более мелкие части. Все вышеуказанные методы не несут в себе каких-либо неразрешимых проблем и широко применяются под контролем имеющихся нацио­нальных и международных нормативов.

В настоящее время расширяются работы по созданию методов такой обработки загрязненных конструкционных материалов (в основном ме­талла), которые позволяют возвращать в цикл полезного использования (ограниченного или неограниченного) значительную часть этих мате­риалов.

Есть и практические результаты. Так, например, при СсЭ машзала АЭС Гундреминген, блок А (ФРГ) из общего количества металлических от­ходов в 3000 т только 50 т захоронены как радиоактивные. Остаток (2950) был вторично использован, в частности при изготовле­нии литых контейнеров для транспортировки отходов. Ко времени СсЭ блока указанные методы позволят и сократить количе­ство захораниваемых отходов и снизить соответствующие затраты.

В настоящее время ещё не решена проблема демонтажа и разрезка кор­пуса реактора, поэтому до решения этой проблемы, необходимо остав­лять корпус в гермооболочке и при выполнении организационных ме­роприятий необходимо учитывать этот факт как реальную опасность для персонала и населения. Ко времени разработки проекта СсЭ воз­можно решение данной проблемы.

В связи с отсутствием проектных оценок по количеству радиоактивных отходов для отечественных АЭС с ВВЭР-1000, оценки по количеству радиоактивных отходов выполнены по аналогии с зарубежными АЭС аналогичных типов.

Большинство отходов, образующихся при СсЭ, являются низкоактив­ными, не выделяют тепло и могут быть упакованы без особых защит. Есть некоторое количество среднеактивных отходов, в основном от внутрикорпусных устройств. Обращение с ними такое же, как и при нормальной эксплуатации.

Объем отходов от СсЭ зависит от выбранного варианта снятия. Объем отходов может быть сокращен различными механическими, термическими или химическими методами. Они уже много лет приме­няются и совершенствуются. Дезактивация, применяемая для умень­шения дозы облучения персонала, одновременно сокращает объем от­ходов (конструктивных материалов) или понижает их активность. Повторная обработка дезактивированных материалов ещё больше со­кращает объем отходов и превращает их повторно в используемые ма­териалы.

Отходы от СсЭ, которые нужно отвердить, чтобы легко упаковать и транспортировать, подвергаются цементированию, сжиганию, выпари­ванию или обрабатываются другими связующими материалами. Боль­шие по объему отходы разделяются или дробятся в более мелкие части. Все вышеуказанные методы не несут в себе каких-либо неразрешимых проблем и широко применяются под контролем имеющихся нацио­нальных и международных нормативов.

В настоящее время расширяются работы по созданию методов такой обработки загрязненных конструкционных материалов (в основном ме­талла), которые позволяют возвращать в цикл полезного использования (ограниченного или неограниченного) значительную часть этих мате­риалов.

Есть и практические результаты. Так, например, при СсЭ машзала АЭС Гундреминген, блок А (ФРГ) из общего количества металлических от­ходов в 3000 т только 50 т захоронены как радиоактивные. Остаток (2950) был вторично использован, в частности при изготовле­нии литых контейнеров для транспортировки отходов. Ко времени СсЭ блока указанные методы позволят и сократить количе­ство захораниваемых отходов и снизить соответствующие затраты.

Страна
Тип и	4x515	1200	800	900	1000	1000	1000
мощ­	PHWR	PWR	BWR	PWR	BWR	PWR	BWR
ность
АЭС
(МВт э)
Отходы
за
25 лет	6,9-27,5	6,1-11	6-20	6,3	7,5	21,7	40
эксплуа­
тации
Отходы
отСсЭ
(непо-	10	6,9	12,4	7	15	15,2	16,3
средст-
ве-нно в
стадию
3)
Сум­
марные
отходы
(от экс­	16,9-37,5	13-17,9	18,4-32,4	13,3	22,5	36,9	56,3
плуата­
ции и
СсЭ)
Доля от­
ходов от
СсЭ в
суммар­	0,3-0,6	0,4-0,5	0,4-0,7	0,5	0,7	0,4	0,3
ных от­
ходах